Атом на растопку

Давно известная, но ограниченная практика использования атомной энергии для отопления в очередной раз оказалась в фокусе внимания в ряде стран. Самое время вспомнить историю и оценить перспективы атомного теплоснабжения.

Текст: Ингард ШУЛЬГА
Фото: Росатом

В регионах мира с относительно холодным климатом на отопление расходуется существенно больше органического топлива, чем на выработку электричества. И это относится не только к северным государствам, таким как Россия, Канада или скандинавские страны, но и ко многим европейским странам, к северным и горным районам Китая, США и т. д.

Казалось бы, само собой напрашивается применение атомной энергии в этих странах и регионах для экономии топлива и сокращения огромных транспортных расходов на доставку миллионов тонн угля и нефтепродуктов, миллиардов кубометров газа. Прецеденты действительно есть, но они скорее исключение, чем общепринятая практика: для отопления используется менее 1% тепловой энергии ядерной генерации.

Атомное отопление объектов за пределами площадки до сих пор применялось (в большинстве случаев продолжает применяться) в России, Украине, Швеции, Швейцарии, Чехии, Словакии, Венгрии, Румынии, Болгарии, Германии, Литве. Планы внедрения, возобновления или расширения такой практики в нынешнем столетии стали рассматриваться в Китае, Финляндии, Польше, Франции, Болгарии, Чехии, России, Канаде и ряде других государств.

Если исключить экзотические проекты микрореакторов или ядерных батарей, сфера применения атомной энергии — исключительно централизованное отопление объектов и населенных пунктов, расположенных вблизи атомной станции. При этом ограничивающими факторами служат не только технические свойства самих энергоблоков, но и необходимость передачи тепла на значительные расстояния.

Эти расстояния, в свою очередь, продиктованы соображениями безопасности и водоснабжения атомных станций, из-за которых большинство АЭС располагается в отдалении от крупных населенных пунктов: во многих странах действуют требования о размещении таких ядерных объектов не ближе нескольких десятков километров от городов. Между тем транспортировка горячей воды для отопления экономически целесообразна при дальности до ~50−80 км (в зависимости от схемы и конструкции трубопроводов), а пара — порядка 10 км. На практике приемлемое для инвесторов расстояние кратно меньше.

Другая проблема — работа атомных электростанций преимущественно в базовом режиме, затрудняющая следование графику потребления тепла, особенно если это потребление и, соответственно, его перепады достаточно велики. Поэтому для выравнивания нагрузки, покрытия пиковых потребностей крупных населенных пунктов атомные генераторы нередко должны дополняться иными источниками тепла, работающими на органическом топливе, или гигантскими тепловыми аккумуляторами, что сопряжено с дополнительными расходами.

С технической точки зрения различаются три основных направления атомной теплофикации:

  1. использование для отопления небольшой части энергии действующих конденсационных энергоблоков обычных АЭС, производящих главным образом электричество;
  2. создание атомных теплоэлектроцентралей, пригодных для одновременного производства в сопоставимых пропорциях двух видов товарной продукции: электрической и тепловой энергии;
  3. строительство специализированных атомных котельных, предназначенных исключительно для поставки тепла.

В мировой практике имеются прецеденты внедрения каждой из этих концепций, хотя и в разных масштабах.
АЭС: побочное занятие
Наибольшее распространение получило использование обычных АЭС для отопления близлежащих населенных пунктов, промышленной и социальной инфраструктуры. Оно осуществляется, как правило, посредством так называемого нерегулируемого отбора пара от турбин, конструкция которых специально адаптирована для этой цели. Действующие энергоблоки электрической мощностью около 1 ГВт и более могут без особого ущерба для своего «основного профиля» направить на отопление до нескольких сотен мегаватт тепловой мощности (на некоторых блоках современной конструкции — около 1/10).

В мире порядка полусотни реакторов конденсационных АЭС осуществляют централизованное отопление объектов за пределами площадки — как правило, близлежащих городов или поселков. Опыт подобного использования атомной энергии — порядка 700 реакторо-лет. Наибольшего размаха эта практика достигла в России (свыше 500 реакторо-лет), а также в некоторых других странах, использовавших для этих целей реакторы ВВЭР (Украина, Венгрия, Словакия, Германия, Болгария), РБМК (Литва, Украина) или иные (Швейцария, Румыния). Планы существенного нерегулируемого отбора пара от конденсационных блоков АЭС с поставкой тепла на значительные (до 80 км) расстояния в нынешнем веке рассматриваются, в частности, в Финляндии, Чехии, Польше, Франции, Болгарии, России.

Пионером нерегулируемого отбора пара конденсационных атомных энергоблоков был Советский Союз. Впервые такая схема была внедрена в конце 1960-х годов на ныне снятых с эксплуатации канальных реакторах АМБ Белоярской АЭС, которая поставляла около 90 гигаджоулей (ГДж) тепла в час не только для собственной площадки, но и для отопления близлежащего поселка Заречный. (В отличие от большинства предшествующих и последующих ядерных энергоблоков в мире, это были реакторные установки с ядерным перегревом пара, что в некоторой степени приближало техническую эффективность их тепловой схемы к блокам на органическом топливе.)

С внедрением в Советском Союзе (с начала 1970-х годов) канальных реакторов другой конструкции и значительно большей мощности — РБМК — подобная практика распространилась в увеличенном масштабе и на них: нерегулируемый отбор (в данном случае насыщенного пара) стал использоваться на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской, Игналинской станциях.

Та же практика была распространена на энергоблоки с ВВЭР‑440 и ВВЭР‑1000, которые, в отличие от АМБ и РБМК, строились и за пределами СССР. Блоки ВВЭР‑440 со стандартными турбинами К‑220−44/3000 могли обеспечить за счет нерегулируемых отборов ~210 ГДж/ч (210×109 Дж/ч) тепла для отопления; блоки ВВЭР‑1000 с приспособленными для этого тихоходными турбинами К‑1000−60/1500 — ~840 ГДж/ч. К концу существования Советского Союза суммарная мощность, направляемая на отопление по всему парку реакторов российской конструкции в стране и за рубежом, превышала 3 ГВт. Нигде прежде в мире атомное отопление не достигало таких масштабов. К нынешнему десятилетию такая практика стала обычной для реакторов советской конструкции, в частности, в России практически все мощности ВВЭР и РБМК были задействованы в централизованном отоплении.

Современные проекты энергоблоков с реакторами ВВЭР‑1000 и ВВЭР‑1200 и модернизированными турбинами, которые строятся в текущем столетии в России и за ее пределами, предусматривают возможность еще большего отбора энергии на теплофикацию. Так, блоки АЭС‑2006 могут направлять на эти цели свыше 9% тепловой мощности реактора, поставляя более 1 ТДж/ч (1012 Дж/ч) тепла на отопление (достаточно для города с населением несколько сотен тысяч человек).

С вводом в строй блоков новых проектов с легководными реакторами масштаб атомной теплофикации в России может кратно возрасти и составить несколько десятков ПДж (1015 Дж) в год. Однако при этом вклад АЭС все еще останется незначительным (в пределах ~0,5%) по сравнению с общим потреблением тепла централизованного отопления в Российской Федерации (свыше 5 ЭДж в год — [>5×1018 Дж]). Иными словами, без реализации принципиально новых проектов в сфере атомной теплофикации в обозримой перспективе свыше 99% центрального отопления в нашей стране будет по-прежнему обеспечиваться сжиганием органического топлива.

Помимо России, атомное теплоснабжение с помощью конденсационных энергоблоков ВВЭР осуществлялось еще в нескольких странах. На Украине, в Болгарии и Венгрии в него были вовлечены все действующие АЭС; в других государствах дело обстояло несколько иначе.

Так, в бывшей Чехословакии в начале 1980-х годов предполагалось, что после ввода в строй всех запланированных ядерных энергоблоков к началу XXI века масштаб атомного центрального отопления превысит 40 ПДж/г. (приблизительно втрое больше, чем в современной России). Это требовало практически полного использования технически возможного нерегулируемого отбора пара на теплофикацию от всех блоков четырех АЭС в Чехии и Словакии и сверх того предполагало строительство специализированных атомных ТЭЦ и котельных.

Для перевода АЭС в конденсационно-теплофикационный режим предусматривалось адаптировать проекты всех 12 энергоблоков ВВЭР‑440, которые строились с начала 1970-х годов на трех площадках (турбины первых проектов производства «Шкоды» изначально не были на это рассчитаны). В итоге АЭС «Богунице» в Словакии должна была обеспечивать теплом город Тырнаву, АЭС «Моховце» — город Левице, а станция «Дукованы» в Чехии — один из крупнейших городов и промышленных центров страны Брно. Также предполагалось, что заложенная в середине 1980-х годов в Чехии АЭС «Темелин» с реакторами ВВЭР‑1000 будет снабжать теплом город Ческе-Будеёвице.

Некоторые из этих проектов предусматривали передачу отопительной воды на редкие в мировой практике расстояния. Например, транзитный трубопровод для теплоснабжения Брно имел протяженность более 40 км, и по нему (по трубам метрового диаметра) должно было поступать порядка 0,5 ГВт тепловой мощности в виде воды с температурой до 170 °C. В ряде случаев намечалась поставка пара для отопления.

На деле, однако, эти планы были воплощены лишь отчасти на станциях «Богунице» и «Темелин». Тем не менее спустя три десятилетия уже в современной правительственной энергостратегии до 2030 года, принятой в 2015 году, Чехия вернулась к планам развития атомного центрального отопления. В частности, вновь рассматривается проект дальней передачи тепла в Брно.

В Восточной Германии (бывшей Германской Демократической Республике) рассматривались планы широкомасштабного использования атомной теплофикации для экономии органического топлива, ведь незадолго до воссоединения двух немецких государств ГДР расходовала на отопление порядка 80 млн тонн угля. Из этих планов был реализован лишь нерегулируемый отбор пара от АЭС им. Бруно Лойшнера. После адаптации проекта от нее, начиная с середины 1980-х годов, поставлялась на расстояние около 22 км отопительная вода для города Грейфсвальд, под названием которого сегодня известна эта станция.

На эти цели направлялось около 0,25 ГВт мощности от четырех действовавших энергоблоков ВВЭР‑440 (краткосрочное функционирование 5-го блока этой АЭС не в счет). Аналогичный проект планировался на строившейся в 1980-х годах АЭС «Штендаль» с четырьмя энергоблоками ВВЭР‑1000, однако с поглощением страны Федеративной Республикой Германия сооружение станции прекратилось. Теперь, учитывая планы отказа ФРГ от ядерной генерации к 2023 году, на развитии атомного центрального отопления поставлен крест.

Иная ситуация сложилась в Венгрии. В стране резко выделяется лишь одна крупная городская агломерация — Будапештская; остальные города относительно невелики, и в них существенную роль играет индивидуальное отопление. В этих условиях развитие специализированных источников атомной теплофикации было признано нецелесообразным. В то же время практикуется отбор пара от блоков действующей АЭС «Пакш»: ныне в среднем около 20 МВт тепловой мощности станции направляется на отопление городка Пакш с населением менее 20 тыс. человек, расположенного на расстоянии около 5 км от станции. Благодаря этому стоимость центрального отопления в этом городе в ~2−4 раза ниже, чем в других населенных пунктах данного региона.

В то же время рассматриваются проекты строительства трубопровода протяженностью около 30 км от «Пакша» к областному центру Сексард, что позволит в разы нарастить тепловую нагрузку. Впрочем, при нынешних экономических условиях, в частности низкой стоимости парниковых выбросов, технический потенциал выдачи тепла от АЭС «Пакш» в любом случае будет превосходить возможности его рыночной реализации, тем более с учетом планируемого строительства второй очереди станции с более мощными и потенциально лучше приспособленными для теплофикации блоками.

В Болгарии действующие блоки ВВЭР‑1000 АЭС «Козлодуй» также давно осуществляют централизованное отопление не только объектов площадки, но и города Козлодуй с населением около 15 тыс. человек, расположенного примерно в 5 км от станции. При планировании в 1980-х годах второй в стране АЭС — станции «Белене» с блоками ВВЭР‑1000 — изначально предполагалось превратить ее в крупный узел централизованного отопления для близлежащего города Белене, а также более отдаленных населенных пунктов Свиштова и Плевны.

К последнему планировалось подвести от АЭС трубопровод протяженностью около 60 км. На отопление этого района намечалось направить порядка 700 МВт тепловой мощности. Однако после смены политической системы в стране строительство второй АЭС прекратилось. В конце 2000-х годов проект был возобновлен, но в 2012 году снова закрыт. Сегодня правительство намерено его реанимировать, но не факт, что в него будет включена отопительная составляющая в ранее запланированном масштабе.

Из других стран нерегулируемый отбор пара конденсационных ядерных энергоблоков для центрального отопления осуществлялся прежде всего в Румынии (от тяжеловодных блоков CANDU‑6 на АЭС «Чернавода») и Швейцарии (от трех энергоблоков PWR атомных станций «Бецнау» и «Гёсген»). Подобные проекты в последние годы рассматриваются и в некоторых других государствах, например в Польше и Франции.

Так, во Франции имеется ряд крупных городов, находящихся на относительно небольшом удалении от АЭС. Среди них, например, Лион, расположенный в ~35 км от станции «Сен-Альбан» и в ~25 км от АЭС «Буже». Учитывая необходимость работы ряда французских АЭС в необычном для других стран маневренном режиме, дополнительное использование тепловой энергии реакторов могло бы благоприятно отразиться на их экономике. Однако осуществлению таких проектов препятствуют значительные инвестиции в передачу тепла на большие расстояния и относительно мягкий климат, из-за которого потребности в отоплении сравнительно невелики.
АТЭЦ: двойной профиль
Как видно из ряда приведенных примеров, крупные конденсационные атомные станции обычно обеспечивают теплом мелкие городки-спутники, чье тепловое потребление незначительно. Для полной реализации их отопительных возможностей необходимы более крупные населенные пункты, но они обычно удалены от АЭС в лучшем случае на десятки километров. Стоимость транспортировки тепла на подобные расстояния иногда исчисляется миллиардами долларов. В итоге «овчинка» (относительно небольшая мощность, которую конденсационные блоки могут направить на отопление) не стоит «выделки».

Более целесообразный путь — строительство атомных теплоэлектроцентралей, работающих в режиме когенерации электроэнергии и тепла и способных направить на отопление значительно большую долю энергии. В этом случае легче окупить затраты на передачу тепла, то есть решить одну из главных проблем атомной теплофикации. К достоинствам подобного «двойного профиля» можно отнести более широкие возможности маневрирования, чем те, что доступны большинству действующих конденсационных атомных блоков.

Для такого режима работы могут использоваться стандартные реакторы, однако требуется специальная адаптация неядерной части, прежде всего турбины, с целью значительно большего, чем на конденсационных блоках, отбора пара в регулируемом режиме. Кроме того, для размещения АТЭЦ поближе к потребителям в их конструкцию должны включаться усиленные или дополнительные барьеры безопасности.

Первой в мире настоящей АТЭЦ, специализированной исключительно на энергоснабжении «обычных» (не имеющих отношения к обороне и атомной индустрии) населенных пунктов, стала станция в шведской Огесте, в районе Стокгольма, пущенная в 1963 году. На ней работал созданный в Шведском королевстве (опять-таки впервые в мировой практике) корпусной двухконтурный тяжеловодный реактор тепловой мощностью около ~65 МВт, впоследствии увеличенной до ~80 МВт. Станция обеспечивала теплом и электричеством окраину шведской столицы.

Проект получился чрезвычайно дорогим (первоначальная смета была превышена в пять раз) и себя не оправдал, так что АТЭЦ была закрыта в 1974 году, проработав чуть больше десяти лет. Параллельно шведы создавали более сложный и производительный (тепловой мощностью до ~600 МВт) тяжеловодный корпусной реактор — на этот раз одноконтурный кипящий с ядерным перегревом пара, что сулило бóльшую эффективность, в том числе теплофикации. Станция с таким реактором начала строиться в Морвикене, но в 1970 году ее сооружение прекратилось, и впоследствии объект был переделан в обыкновенную ТЭЦ на органическом топливе.

Таким образом, шведы отказались от развития своей «эндемичной», но экономически неконкурентоспособной (в сложившихся тогда условиях; см. подробно АЭ № 2, 2015) технологической линии тяжеловодных корпусных реакторов, переключившись на создание и внедрение легководных конструкций. Однако в проектах конденсационных АЭС с блоками BWR и PWR, которые были построены в Швеции с начала 1970-х годов, не нашлось места специализированной атомной теплофикации. В стране разрабатывались конструкции, предназначенные для этого (например, легководный реактор SECURE с оригинальной системой управления и безопасности), но они так и не были реализованы.

Вообще в 1960-х годах ядерная когенерация получила импульс развития от военной сферы, и упомянутые шведские реакторы не исключение: Стокгольм проектировал их с «задней мыслью», имея в виду возможность наработки плутония, когда и если такое решение будет принято политическим руководством страны. Еще более яркий пример — эволюция этой идеи в СССР. Первые советские реакторы — наработчики оружейного материала были проточными и загрязняли окружающую среду стоками: охлаждающая вода температурой около 100 °C сбрасывалась в близлежащие водоемы.

Для подъема мощности и производительности оружейного материала, рационализации производства и снижения экологического ущерба возникла необходимость внедрения реакторных установок с замкнутым контуром. Но при этом понадобилось обеспечить интенсивный теплосъем, особенно учитывая многократное увеличение мощности реакторов-наработчиков. Именно для утилизации возросшей энергии при переходе к замкнутому контуру возникла необходимость создания двухцелевых РУ, производящих помимо оружейного материала еще и полезную работу в виде электричества и тепла для технологических процессов и отопления.

Такая эволюция хорошо прослеживается на примере последовательных конструкций промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР). При создании Сибирского химического комбината (СХК) в Томской области и Горно-химического комбината (ГХК) в Красноярском крае их первые реакторы проектировались проточными (И-1 на СХК; АД на ГХК), подобно первым установкам «Маяка» и реакторам-наработчикам в некоторых других странах.

Более совершенные реакторы стали производить электроэнергию (например, ЭИ‑2 и АДЭ‑3 на СХК) или электричество совместно с теплом (АДЭ‑2 на ГХК; АДЭ‑4 и АДЭ‑5 на СХК). АДЭ‑2, пущенный в 1964 году, обеспечивал электрической и тепловой энергией город Железногорск, АДЭ‑4 и АДЭ‑5 (вступившие в строй в 1964—1965 годах) — Северск и частично Томск. Причем реактор АДЭ‑2, прослуживший до 2010 года, можно считать мировым рекордсменом ядерной когенерации: по продолжительности работы (без малого полвека) он близок к самым «долгоживущим» энергетическим реакторам планеты.

Следующий примечательный пример развития когенерации — Билибинская АЭС на Чукотке — фактически АТЭЦ, чьи четыре энергоблока были последовательно пущены в 1974—1977 годах. Каждый блок базируется на канальном реакторе ЭГП‑6 с графитовым замедлителем (к слову, о военных корнях: он конструктивно тоже близкородственен ПУГРам) и может выдавать до 12 МВт электрической мощности и примерно 70 ГДж/ч тепла в виде насыщенного пара. Станция, снабжающая теплом город Билибино и электричеством — всю местную изолированную энергосистему, примечательна, среди прочего, длительным сроком работы (продолжит функционировать до начала 2020-х годов) и интенсивным режимом эксплуатации в суровых условиях: это одна из двух в мире атомных станций и единственная АТЭЦ, расположенная за полярным кругом. Ни один другой стационарный атомный энергоисточник на планете, включая Кольскую АЭС, не осуществляет теплоснабжение в районе с настолько холодным климатом (нередки морозы до -50−60 °C).
Концептуальные реакторы для атомного отопления
Систему централизованного отопления в принципе можно создать на базе большинства малых реакторов, концепции которых сегодня наперебой предлагают едва ли не все поставщики ядерных технологий. Многие из них предусматривают возможность когенерации с направлением значительной доли энергии либо на опреснение, либо на отпуск тепла для отопления или промышленных процессов — все зависит от потребностей заказчика такой системы и конструкции реактора.

В частности, в СССР и России был предложен целый ряд конструктивных концепций малых реакторов, приспособленных для создания на их базе АТЭЦ; некоторые из них были апробированы на деле. Например, давно функционирует в режиме когенерации электрической и тепловой энергии исследовательский корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя ВК‑50. Он на протяжении нескольких десятилетий обеспечивал электричеством и теплом объекты на площадке НИИАРа.

Продолжением этой конструктивной линии стал более мощный концептуальный реактор ВК‑300, специально предназначенный для создания среднемощной АТЭЦ. Эта разработанная НИКИЭТом, но невнедренная реакторная установка может выдавать 150 МВт электрической мощности и около 1700 ГДж/ч тепла. Используя ряд принципов предшественника (тоже корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией), он в отношении многих элементов унифицирован с действующими энергетическими реакторами других типов, прежде всего ВВЭР‑1000.

В аналогичной нише могут функционировать и концептуальные реакторы средней мощности семейства ВБЭР, разработанные ОКБМ. Так, одна из конструкций этой серии — ВБЭР‑300 — может выдавать в составе АТЭЦ 200 МВт электрической мощности и около 2000 ГДж/ч тепла.
Высокая концентрация населения и промышленности во многих регионах, развитая система централизованного теплоснабжения, а также необходимость экономии органического топлива и транспортных расходов на масштабное отопление в условиях холодного климата — вот несколько основных факторов, которые заставили Советский Союз задуматься о дальнейшем распространении ядерного отопления. Благо к 1970−1980-м годам, когда созрели такие планы, уже был накоплен успешный опыт атомной когенерации, причем в более экстремальных условиях, чем те, что характерны для большинства европейских городов СССР, где планировалось начать внедрение крупномасштабной специализированной ядерной теплофикации.

Так родился проект гигантского теплофикационного энергоблока на основе реактора ВВЭР‑1000 и двух специально сконструированных для этого быстроходных турбин ТК‑500, допускавших значительный регулируемый отбор пара на отопление. Такой блок мог развивать отопительную мощность около 3,8 ТДж/ч при электрической 900 МВт (больше почти всех существовавших тогда в мире энергоблоков на органическом топливе). Строительство АТЭЦ с подобными энергоустановками было запланировано в районах городов-миллионников: Одессы, Минска, Харькова и Волгограда. До аварии в Чернобыле началось сооружение головных станций у первых двух мегаполисов и проектирование Харьковской АТЭЦ. Однако после чернобыльской катастрофы реализация проектов остановилась, а вслед за развалом СССР надолго исчезла возможность их возобновления.

Современным воплощением принципа атомной когенерации стал транспортабельный (плавучий) энергоблок «Академик Ломоносов», оснащенный двумя реакторами КЛТ‑40С, которые стали развитием одной из конструкций судовых, ледокольных реакторных установок. Вопреки сложившейся терминологии эту АТЭЦ окрестили плавучей атомной теплоэлектростанцией — ПАТЭС. Суммарная мощность двух (способных работать раздельно) реакторов — порядка 70 МВт по электрической и не менее 420 ГДж по тепловой энергии. Энергоблок (специально доработанный и дополненный по требованию заказчика) также может работать опреснителем.

Как ожидается, в конце 2019 года ПАТЭС будет подключена к изолированной от ЕЭС России Чаун-Билибинской энергосистеме, где заменит оба выводимых из эксплуатации энергоисточника: Билибинскую АЭС и работающую с 1944 года угольную Чаунскую ТЭЦ мощностью 30 МВт по электричеству и около 415 ГДж по теплу.

На основе этого первого опыта Росатом планирует создать более компактный и в полтора раза более мощный транспортабельный энергоблок с двумя реакторами интегральной компоновки на базе доработанной судовой конструкции РИТМ‑200, которую устанавливают на строящиеся сегодня универсальные ледоколы последнего поколения.

Актуальность рыночной ниши, в которую вступила российская госкорпорация, косвенно подтверждает активность вездесущих китайцев, создающих несколько концепций плавучих когенерирующих энергоблоков, пока еще немного отставая от России. Все эти проекты вполне отвечают современным запросам глобального рынка, на котором наблюдается отчетливый сдвиг интереса в сторону атомной когенерации в нише малой мощности. Различные исследования, проводившиеся начиная с 1980-х годов и до последнего времени, также свидетельствуют о предпочтительном спросе на малые, реже средние тепловые мощности для отопления.

Типичный пример — Финляндия, где не раз рассматривались проекты атомной теплофикации, в том числе с передачей тепла на значительные расстояния. В частности — предложенный в конце 2000-х годов госкомпанией Fortum план строительства 3-го блока АЭС «Ловииса», который в одном из вариантов предполагал работу в режиме АТЭЦ, направляющей до 1 ГВт мощности на отопление Хельсинки. При этом предусматривалась транспортировка горячей (120 °C) воды на расстояние 77 км по трубопроводам (напорному и обратному) диаметром 1,2 метра, уложенным в туннель, вырубленный в скальных породах. Инвестиции в передачу тепла составили бы тогда порядка ~1/3 стоимости ядерного блока. В 2010 году правительство отказалось одобрить этот проект.

Между тем, согласно недавним сообщениям финских и международных СМИ, в муниципалитете Хельсинки в последнее время начали рассматривать возможность строительства в будущем нескольких АТЭЦ на базе малых реакторов для отопления столицы. Это позволило бы сократить расстояние транспортировки тепла (и, соответственно, издержки на нее), поскольку некоторые технологии малых реакторов обладают свойствами внутренне присущей безопасности, что в принципе допускает их более свободное размещение.

В Финляндии особое внимание уделяется экологическим соображениям: такие ядерные блоки позволят вытеснить ТЭЦ на органическом топливе, доминирующие в тепловой энергетике страны, — одни из основных источников парниковой эмиссии.

Проекты малых реакторов для производства электричества и тепла в последние годы рассматриваются также и в других странах, например, в Канаде, Великобритании и США.
Транспортировка ПЭБ «Академик Ломоносов» из Санкт-Петербурга в Мурманск
АСТ: узкая специализация
Значительно меньшее развитие получила концепция атомной котельной, производящей исключительно тепло для отопления. Она имеет неоспоримые достоинства, прежде всего позволяет сделать проект более компактным при той же отопительной мощности.

Во-первых, потому что на производство электрической энергии тратится почти втрое большее количество энергии тепловой; процесс же выработки отопительного тепла обладает значительно более высоким КПД. Во-вторых, для отопления (если речь не о когенерации) не нужно турбогенераторное и другое дорогостоящее оборудование, нет необходимости в громоздких устройствах и больших объемах воды для конденсации, а в реакторной установке могут применяться принципы интегральной компоновки (будь то варианты корпусного или иного типа реактора).

Снижение тепловой мощности вместе с параметрами теплоносителя и многократное уменьшение энергонапряженности реактора, в свою очередь, облегчают применение естественной циркуляции в штатном и аварийных режимах работы и в целом повышают ее безопасность. Все это допускает пересмотр требований к размещению атомной станции, позволяя приблизить ее к крупным населенным пунктам, тем самым сократив протяженность подающей воду (или пар) магистрали, а значит, и издержки на транспортировку тепла — основной бич атомной теплофикации. Благодаря этому атомным котельным открывается дополнительный рынок, не доступный большим АЭС или АТЭЦ.

При всей красоте этой идеи, она до сих пор не получила широкого воплощения в силу неблагоприятного стечения обстоятельств. Есть лишь несколько примеров ее ограниченной реализации. Наиболее яркие из них — проекты специализированных атомных станций теплоснабжения (АСТ), разработанных в СССР ОКБМ им. И. И. Африкантова; они начали внедряться, в одном из конструктивных вариантов, в 1980-х годах. Для крупных городов (с тепловыми нагрузками более 4 ТДж/ч) предназначалась станция с энергоблоками АСТ‑500; для средних населенных пунктов была спроектирована установка поменьше — АСТ‑300.

В основе этих конструкций были реакторы с легкой водой под давлением, но имелся ряд принципиальных отличий от привычной концепции ВВЭР. К характерным чертам двух этих однотипных реакторных установок относились: интегральная компоновка (в частности, теплообменники первого и второго контуров и компенсаторы давления размещались внутри корпуса реактора); всережимная естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре (отсутствовали главные циркуляционные насосы); применение, помимо контейнмента, так называемого страховочного корпуса — по существу гермооболочки, близко примыкающей к корпусу реактора в районе активной зоны и способной не только выдержать давление при разрыве первого контура, но и сохранить в таких условиях минимальный уровень теплоносителя во избежание оголения ТВС.

В АСТ использовалась трехконтурная схема теплопередачи. Первый контур был размещен в корпусе реактора, за исключением отдельных устройств (водоочистки, борного впрыска и др.). Второй, промежуточный контур имел пониженное давление (1,2 МПа) по сравнению с сетевым теплообменником (2 МПа), осуществлявшим теплопередачу от второго к третьему контуру, соединявшему АСТ с сетью теплоснабжения. Благодаря разнице давлений предотвращались утечка и распространение радиоактивности в случае повреждения барьера между первым и вторым контурами. Применение этой схемы существенно упрощалось из-за относительно невысокого давления в самом реакторе (см. Табл. 1).

Эти и другие конструктивные особенности энергоблока, благодаря которым увеличивалось число барьеров защиты и повышалась надежность (три независимых канала безопасности), дали основание для пересмотра стандартов размещения некоторых ядерных объектов: АСТ было разрешено строить на минимальном расстоянии около 2 км от крупных населенных пунктов вместо ~25 км, принятых для обычных АЭС и АТЭЦ.
Таблица 1. Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000/В-320, АСТ-500 и АСТ-300
В 1979 году в СССР было принято решение о строительстве первых двухблочных АСТ под Горьким (Нижний Новгород) и Воронежем, которое стартовало в 1982—1983 годах. В 1983 году был утвержден план дальнейшего внедрения АСТ на среднесрочную перспективу. Предполагалось, что в двух названых городах АСТ возьмут на себя значительную часть базовой тепловой нагрузки и при этом будут дополняться тепловыми мощностями на органическом топливе (главным образом, для покрытия пиковых нагрузок), а также сооружаемыми впервые тепловыми аккумуляторами большой емкости.

Однако в результате резкого усиления антиядерных настроений в обществе после аварии в Чернобыле, к 1990 году реализация обоих проектов была официально прекращена. К тому времени строительные и монтажные работы были осуществлены более чем на ~50−70%.

Помимо России, над идеей создания специализированных атомных котельных работали еще в нескольких странах. Среди них наиболее серьезное внимание этой теме уделяет, пожалуй, Китай. Его интерес восходит к 1980-м годам, когда после серии НИОКР Пекин признал создание реакторов для поставки отопительного тепла одним из приоритетных направлений научно-технического развития энергетики и в 1996 году впервые включил такую задачу в 9-й общегосударственный пятилетний план социально-экономического развития КНР и в программу перспективного развития на первое десятилетие нынешнего века. Однако в течение примерно 30 лет разработки китайских институтов по этой тематике не выходили за пределы исследовательских площадок.

Между тем в последние годы идея атомной теплофикации получила импульс для развития совсем с другой стороны. Изменение политики властей (ужесточение ограничений на угольную генерацию, требований к энергоэффективности и сокращению парниковых выбросов) вновь привлекло внимание к атомному отоплению как универсальному способу удовлетворения всем этим требованиям.

Пекин давно стремится ограничить рост своей громадной угольной генерации, закоптившей небо во многих городах и вносящей весомый вклад в мировое «лидерство» КНР по объему парниковой эмиссии. Этим усилиям мешает не только увеличение выработки электричества на угле, но и бурный рост центрального отопления, происходящий в стране: с начала этого века площадь централизованно отапливаемых помещений в китайских городах увеличилась примерно в 10 раз.

Значительная часть центрального отопления базируется на котельных и ТЭЦ, работающих на угле. Для улучшения экологической обстановки власти инициировали массовый перевод централизованного теплоснабжения с угля на другие энергоисточники. Подразумевается в основном природный газ, который уже доминирует во многих крупнейших городах. Однако газ в Китае существенно дороже угля, а из-за быстро растущего его потребления спрос бежит впереди предложения, что вызывает рост цен и периодические дефициты на локальном уровне. Поэтому программа сокращения угольного централизованного отопления продвигается заметно медленнее, чем предполагалось.

В этих условиях вновь ожил интерес к давней идее применения атомной энергии для бытового теплоснабжения. Национальное ведомство по делам энергетики в 2016 году приняло программу развития централизованного отопления до 2021 года, включающую возможность внедрения атомной теплофикации. На этом фоне поставщики ядерных технологий стараются использовать конъюнктуру, чтобы пристроить свои давние разработки и создать для них обширный рынок в сфере теплоснабжения.

Так, Институт ядерных и новых энергетических технологий — INET (современное название этого подразделения Университета Циньхуа в Пекине) еще с 1980-х годов рассматривал две концепции отопительного реактора: бассейнового типа и корпусного с водой под давлением. Бассейновые реакторы хорошо известны в исследовательской сфере: в мире было построено свыше 200 подобных установок мощностью от нескольких киловатт до ~70 МВт; из них 19 — в Китае.

От распространенных корпусных и канальных реакторных установок их отличают относительная конструктивная простота и преимущества в ряде аспектов безопасности, обусловленные, в частности, крайне низкими параметрами теплоносителя (давление практически отсутствует, температура на выходе менее 100 °C) и избыточным запасом воды для расхолаживания. В 1983 году INET адаптировал один из таких дизайнов, получив маленькую опытную теплофикационную установку мощностью порядка 1 МВт, которая некоторое время использовалась для отопления помещений на институтской площадке.

Однако впоследствии INET сосредоточился на второй концепции — корпусного реактора с водой под давлением с пониженными в 2−3 раза параметрами теплоносителя первого контура. В 1986—1989 годах был построен экспериментальный реактор такого рода тепловой мощностью 5 МВт, который с конца 1989 года успешно поставлял бытовое тепло в небольшую локальную сеть.

На этой основе INET в 1990-х годах разработал уже полноразмерный теплофикационный атомный блок NHR‑200 тепловой мощностью порядка 200 МВт. Его особенности: трехконтурная схема при повышенном давлении в промежуточном контуре (3 МПа против 2,5 МПа в первом контуре); всережимная естественная циркуляция теплоносителя; интегральная компоновка реакторной установки; невысокая энергонапряженность (~36 МВт/м3). Конструкция прошла оценку безопасности и получила одобрение регулятора, однако лишь в последнее время обозначилась реальная перспектива ее внедрения: в начале 2018 года INET и один из крупнейших инвесторов китайской атомной энергетики — компания CGN — договорились совместно провести подготовительную работу для строительства демонстрационного блока на базе доработанной модификации реактора — NHR‑200-II.

В это же время другой крупнейший игрок китайской атомной отрасли — вертикально интегрированная корпорация CNNC — стремится и в данной нише не отстать от конкурентов. В последнее время эта госструктура сосредоточилась на концепции отопительных реакторов бассейнового типа.

Одной из проблем, с которой ранее сталкивались разработчики при адаптации данного типа конструкций для отопления, была низкая температура воды в контуре — порядка 90 °C. Однако, как полагают в компании, развитие технологий отопительных сетей (в том числе внедрение более эффективной теплоизоляции) ведет к значительному снижению потерь тепла при транспортировке, что допускает использование менее горячей воды, чем в прежние десятилетия.

Весной 2017 года CNNC приняла программу создания на базе легководного бассейнового реактора атомной котельной DHR‑400, что расшифровывается как «реактор районного отопления тепловой мощностью порядка 400 МВт». Программа предусматривает три основные стадии: демонстрацию в микромасштабе возможностей технологии властям и общественности; разработку, лицензирование и строительство полноразмерного демонстрационного реактора; создание и внедрение коммерческих котельных на основе этой технологии.

К концу 2017 года CNNC реализовала первую из них, презентовав результаты показательного многодневного испытания адаптированного к теплоснабжению бассейнового реактора 49−2. Последний давно эксплуатировался в качестве исследовательской установки дочерней структурой CNNC — Китайским институтом атомной энергии (CIAE) — на его площадке в районе Фаншань на юго-западе Пекина. Презентация, которую посетили высшие чиновники профильных правительственных ведомств, была признана успешной, что позволило CNNC перейти ко второй стадии плана — созданию полноразмерного (мощностью порядка 400 МВт) «отопительного» реактора под названием Yanlong, который сможет снабжать теплом целые районы мегаполиса или небольшой город.

Определенные наработки в сфере ядерного отопления имеет и еще одна страна, в которой есть обширные регионы с холодным климатом, — Канада. В 1980-х годах на исследовательской площадке Уайтшел в провинции Манитоба была построена версия бассейнового исследовательского реактора SLOWPOKE‑2, предназначенная для локального центрального отопления. Опытная установка мощностью около 2 МВт, названная SLOWPOKE Demonstration Reactor (SDR), или SLOWPOKE‑3, в 1989—1990 годах проработала в различных режимах в общей сложности около месяца. В 1990 году реактор был остановлен и затем выведен из эксплуатации. К настоящему времени почти все конструкции SDR демонтированы. На фоне снижения цен на углеводороды рынок не проявил интереса к этому дизайну.

Аналогичное применение реакторов бассейнового типа для центрального отопления предлагалось и в других странах, в том числе в России. Например, ФЭИ и НИКИЭТ создали концепцию реактора РУТА мощностью от 10 до 70 МВт. Однако этот и другие подобные проекты до сих пор нигде не внедрены.
Разбросанный пазл
Как видно, практика атомного отопления остается очень ограниченной, хотя ее преимущества давно очевидны, а непреодолимых технических препятствий для реализации по большому счету нет. Напрашивается вывод: данная концепция имеет какие-то важные недостатки. Главные скрыты в сферах экономики, безопасности и общественной приемлемости.

Капитальные затраты на строительство атомной котельной или АТЭЦ существенно больше, чем для аналогичных объектов на органическом топливе. Зато важный плюс атомного отопления — экономия на топливе и транспортных расходах на его подвоз, что в отдаленных, труднодоступных и холодных (читай потребляющих много топлива) районах может сыграть решающую роль. Примеры — Билибинская АЭС и ПАТЭС. В общем, сомнения в конкурентоспособности малой атомной энергетики в эпоху дешевого газа и девальвируемого угля как минимум спорны. Достаточно указать на интерес к малым реакторам, который в последние годы демонстрируют наперебой поставщики, государства и многие потенциальные потребители — энергетические и другие компании и муниципалитеты в разных странах.

Весомый ограничивающий фактор — безопасность. Если с точки зрения ядерной безопасности современные малые реакторы заведомо превосходят действующие на конденсационных АЭС, то в отношении безопасности физической возникают вопросы: одно дело — создать неприступную крепость из уникального объекта — большой атомной станции, иногда единственной на всю страну; и совсем иное дело, если речь пойдет о рядовых котельных, возведенных чуть ли не в каждом районе, во множестве городов. Как обеспечить одинаковые стандарты защиты (а иначе и быть не может) для таких разных объектов: надежно предотвратить несанкционированные проникновения, внешние воздействия, утечку ядерных материалов и т. п. Технически это возможно, но во сколько обойдется и каких ресурсов потребует?

Возникает и проблема с радиоактивными отходами — не столько с их количеством (дюжина атомных котельных едва ли «наплодит» больше РАО, чем одна АЭС), сколько с пространственным распылением и, опять-таки, необходимостью тиражирования жестких стандартов обращения с ядерными материалами.

Наконец, важна реакция граждан, далеких от атомной энергетики, не всегда готовых услышать и понять рациональные аргументы специалистов. Общественное восприятие нередко строится на домыслах, раздуваемых и подогреваемых политическими популистами, для которых избиратели, одержимые атомной фобией, — легкая добыча. В густой тени подобных «ядерных суеверий» обществу трудно разглядеть еще одно достоинство атомной теплофикации — ее положительное (и очень эффективное) воздействие на окружающую среду и климат. По мере удорожания вредных выбросов и парниковой эмиссии во многих государствах, развивающих соответствующие рынки, экологические достоинства атомного отопления могут вполне ощутимо монетизироваться, все больше окупая расходы ­инвесторов.

Таким образом, распространение атомной теплофикации станет возможным в тех регионах мира, где удастся сложить все элементы этого непростого пазла.

ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА